第六章 核电站事故分类和安全分析ppt课件.ppt

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1、核电站事故分类和安全分析6.1与安全相关的事故6.2核电厂运行工况与事故分类6.3核电站安全分析6.4安全分析报告中考虑的事故6.5安全分析报告中分析主要事件/事故6.1与安全相关的事故与安全相关的事故堆芯功率增加堆芯入口温度增加堆芯过热一回路压力增加一回路水装量下降放射性泄漏反应性增加一、二回路换热能力下降一回路泄漏一回路温度升高堆内换热能力下降堆芯功率增加堆芯功率增加反应性上升冷却剂硼浓度稀释化容系统误操作控制棒提升控制棒误操作失控提升弹棒反应性反馈冷却剂温度下降二回路传热过多流量增加温度下降给水流量增加给水温度下降出口压力下降堆芯入

2、口温度增加蒸发器冷却能力下降给水系统故障给水加热器故障给水阀门故障给水减少给水温度提高给水泵故障主给水丧失蒸气系统故障主气门关闭汽机跳闸、旁排未打开一回路流量下降主泵断电主泵故障主泵低转速主泵断轴主泵卡转子堆芯入口温度增加堆芯过热堆芯出口温度增加蒸发器冷却能力下降堆芯冷却能力下降冷却剂装置量下降管道破口泄漏阀门开启系统泄漏功率增加控制棒故障反应性上升硼浓度变化反应性反馈一回路流量下降主泵断电主泵故障主泵低转速主泵断轴主泵卡转子堆芯入口温度上升一回路压力增加一回路压力增加一回路温度增加稳压器水位上升冷却剂装量过多上充泵故障、误投入应急堆芯系

3、统误投入稳压器电加热器故障电加热器故障投入堆芯过热堆芯冷却能力下降一回路水装量下降一回路水装量下降一回路水泄漏管道小破口管道中破口管道大破口主管道双端断裂管道破口蒸发器传热管断裂SGTRLOCA稳压器卸压阀开启稳压器安全阀开启阀门故障仪表系统其它测量系统贯穿件破裂放射性泄漏放射性泄漏燃料元件破损一回路压力边界破损一回路辅助系统破损堆芯传热恶化辐照变形失水沸腾氧化烧毁变形冲击6.2核电厂运行工况与事故分类核电厂运行工况与事故分类1970年美国标准协会（ANSI）分类法1975年美国核管会（NRC）《轻水堆核电厂安全分析报告标准格式和内容》（

4、第二次修订版）47种典型始发事件1992年IAEA《国际核事件评价尺度（INES)》我国的核电厂事故分类核电厂严重事故美国标准协会（ANSI）分类法正常运行和运行瞬态中等频率事件（预期运行事件）稀有事故极限事故（假想事故）出现较频繁要求无需停堆依靠控制系统调节，回到稳定状态在整个运行寿期内，一般极少发生，概率10-4~2x10-2/堆年需要投入专设安全设施运行寿期内发生一次或数次偏离正常运行的所有过程要求只可能迫使停堆，不会造成燃料损坏或一、二回路超压只要保护系统正常运行，不会导致事故工况发生概率10-6~2x10-4/堆年会释放出大量放

5、射性物质设计中必须加于考虑专设安全设施必须保证一回路压力边界的完整性正常运行和运行瞬态核电厂的正常启动、停闭和稳态运行带有偏差的极限运行运行瞬变中等频率事件（预期运行事件）堆启动时，控制棒组件不可控地抽出满功率运行时，控制棒组件不可控地抽出控制棒组件落棒硼失控稀释部分失去冷却剂流量失去正常给水给水温度降低负荷过份增加隔离环路再启动甩负荷失去外电源一回路卸压主蒸汽系统卸压满功率运行时，安全注射系统误动作稀有事故一回路系统管道小破裂二回路系统蒸汽管道小破裂燃料组件误装载满功率运行时抽出一组控制棒组件全厂断电(反应堆失去全部强迫流量)放射性废气

6、、废液的事故释放蒸汽发生器单根传热管断裂事故极限事故一回路系统主管道大破裂二回路系统蒸汽管道大破裂蒸汽发生器多根传热管断裂一台冷却剂泵转子卡死燃料操作事故弹棒事故美国核管会（NRC）分类法二回路系统排热增加二回路系统排热减少反应堆冷却剂系统流量减少反应性和功率分布异常反应堆冷却剂装量增加反应堆冷却剂装量减少系统或设备的放射性释放未能停堆的预计瞬变二回路系统排热增加初因事件给水系统故障使给水温度降低给水系统故障使给水流量增加蒸汽压力调节器故障或损坏使蒸汽流量增加误打开蒸汽发生器卸放阀或安全阀安全壳内、外各蒸汽管道破损给水温度低给水流量高蒸汽

7、流量增加MSFW二回路系统排热减少初因事件蒸汽压力调节器故障或损坏使蒸汽流量减少失去外部电负荷气轮机跳闸(截止阀关闭)误管主蒸汽隔离阀凝汽器真空破坏同时失去厂内外交流电源（全厂断电）失去正常给水流量给水管道破裂给水流量降低蒸汽流量减少MSFW热阱丧失事故反应堆冷却剂系统流量减少初因事件一个或多个反应堆主泵停止运动反应堆主泵轴卡死反应堆主泵轴断裂冷却剂流量降低失流事故反应性和功率分布异常初因事件在次临界或低功率时，非可控抽出控制棒组件在特定功率水平下非可控抽出控制棒组件控制棒误操作启动一条未投入运行的反应堆冷却剂环路或在不适当的温度下启动一

8、条再循环环路化容控制系统故障使冷却剂中硼浓度降低在不适当的位置误装或操作一组燃料组件各种控制棒弹出事故反应性引入事故反应性增加、降低反应堆冷却剂装量增加初因事件功率运行时误操作应急堆芯冷却系统